SE440696B - Anordning for metning av grundemneshalterna i ett material enligt infangningsgammametoden - Google Patents

Description

?s@3s§9=1d orsakar kärnreaktioner som ger upphov till infångníngsgamma.

Uppbromsningen sker lämpligast i ett material som innehåller llätta atomkärnor (väte). Genom gammaspektroskopi analyserar man den uppkomna gammastrålningens energinivåer och intensite- ter, på basen av vilka grundämnena och dessas halter kan be- -räknas.

Den viktigaste fördelen med infångningsgammametoden är den, att såväl neutronerna som gammastrålningens inträngningsdjup är-stort i provet. Exempelvis beträffande en inmatningsbland- ning till en flamsmältugn är halveringstjockleken för neutron- erna ca 6'cm och för gammastrålningen ca 12 cm. Neutronernas halveringstjocklek kan i olika prov avsevärt variera. Gamma- strålningens absorbtion pâverkas huvudsakligen endast av provets täthet. Proven kan i allmänhet vara mycket grovkorniga. Mät- ningen kan även ske genom en tjock aluminiumplât. Mätningen kan utföras direkt i ett processrör, i en silo eller på en transportör.

Ifall provbädden är tillräckligt tunn, kan detektorn och källan placeras på olika sidor om provet, varvid man får större distans mellan dessa, vilket igen är fördelaktigt med tanke på detekt- orns skyddande. Vid ett tjockare prov måste dock en stor mängd av infångningsgamma gå genom nästan hela provskiktet, varvid Compton-bakgrunden i spektret växer, och det är fördelaktigare att utnyttja en geometri där detektorn och källan befinner sig på samma sida om provet.

Infångningsgammametoden har enligt litteraturen använts i kon- tinuerlig drift endast tillsammans med en scintillationsdetek- tor. En halvledardetektor har använts vid mätningar som sker då och då exempelvis vid borrhålsanalvser. Detta beror på att 'de snabba neutronerna skadar halvledardetektor redan vid 0 neutroner/cmz). Exempelvis vid relativt små doser (under 101 analysering av inmatningen till en flamsmältugn är dock den bättre resolutionen hos en halvledardetektor aorforderlig, för att man skall kunna åtskilja de olika ämnenas linjer från varan- 79038694 dra. Problemet består således i att för provet erhålla i till- räcklig mån termiska neutroner och samtidigt förhindra snabba neutroner från att nå detektorn. Detektorn bör befinna sig så nära provet, att infångningsgammakvanta kan detekteras med god effektivitet.

Avsikten med föreliggande uppfinning är att lösa ovannämnda problem och åstadkomma en mätningsanordning,med vilken man kan utföra infångningsgammamätningen kontinuerligt och med god pres- tation.

I och för lösandet av dessa uppgifter kännetecknas uppfinningen av det som angivits i det bifogade patentkravet 1. Det väsent- liga för uppfinningen är, att man under användning av tungt vatten såsom moderator i provet erhåller ett stort flöde av långsamma neutroner och samtidigt så litet flöde av snabba neu- troner, att detektorn kan placeras omedelbart intill eller in i provet. Härvid kan man mäta den från provet utgående gamma- strålningen med stor effektivitet.

Innan uppfinningen beskrives i detalj är det skäl att i princip studera den teori från vilken uppfinningen utgår.

Neutronernas uppbromsning och diffusion är ett matematiskt sett svårt problem, vars noggranna lösning ståratt finna endast vid synnerligen enkel geometri exempelvis i ett sfäriskt-symmetriskt fall. Mätningsanordningen innehåller dock nödvändigtvis många olika ämnen och gränsytor av olika riktning. Det är härvid enklast att i beräkningarna utnyttja Monte Carlo-metoden, vil- ken baserar sig på att man känner till de sannolikhetslagar som i vart och ett medium bestämmer den enskilda neutronens beteende.

Genom att iakttaga ett flertal olika förloppshistorier för neu- tronerna (uppbromsning och riktningsförändring vid kollision med atomer och slutligen absorbtion), erhåller man småningom en bild av neutronernas mängd och energifördelning på olika ställen. 19oza§9e1 Under användande av Monte Carlo-metoden utfördes i samband med föreliggande uppfinning beräkningar som hänförde sig till olika slags infångningsgamma-mätarrangemang och iakttogs, att det var väsentligt att använda lågabsorberande uppbromsningsmaterial (tungt vatten, grafit). 'Även lämpliga geometrier uppfanns, och det utförda försöket visade, att resultaten från simuleringsbe- räkningarna väl höll streck. l följande detaljerade beskrivning av uppfinningen hänvisas till bifogade ritningar, där figf 1 visar kurvor som hänför sig till beskrivningen av upp- finningsteorin, f fig. 2 visar olika alternativ för ett vismutstrålskydd, fig; 3 visar ett mätningsarrangemang, som visat sig speciellt fördelaktigt, 7 . fig. 4 visar ett mätningsarrangemang, fig. 5 och 6 visar spektra som uppmätts med anordningen enligt uppfinningen, fig. 7 visar ett något modifierat mätningsarrangemang, fig. 8 visar tillämpandet av anordningen vid mätning av en upp- slamning.

Då man beräknade det termiska och snabba flödet med H20- och D20-sfärer med 100 cm radie, erhölls det resultat som visas på figur 1. Av figuren framgår, att i H20 det termiska flödet sjunker i samma takt som det snabba flödet, medan igen i D20 diffusionen utbreder det termiska flödet i ett större område Ûutan absorbtion, och först läckning utanför sfären börjar min- ska flödet.

Grafiten ger större uppbromsningsdistans och mindre diffusions- distans än D20, men det är dock lönt att kring D20 använda den- na på grund av det billigare priset, och kring grafiten even- tuellt H20. I och för spridning av de snabba neutroner som går i riktning mot detektorn och för absorbering av källans gamma ”lönar det sig att använda en Bi-kon mellan källan och detektorn.

-Vismut har just inga störande infiägningsgamma, och det är ett tungt material. '7903869"1 01 Vid användandet av en halvledardetektor är vismut dock ett synnerligen dåligt uppbromsningsmedel, och det får icke sträcka sig fram till detektorn, för att neutronerna icke den vägen skall nå detektorn såsom snabba. I det följande har vid ett arrangemang enligt figur 2 tabellerats mängden (n) av snabba neutroner som inom en viss tid när detektorn. D20-distansen har icke alltför stor inverkan, men en längre distans är något bättre. En bredare begynnelsekon förbättrar ytterligare si~ tuationen. Den sprider neutronerna i en större rymdvinkel.

Tabell 1 A B C D a 10 ~ 20 10 20 (cm) b - - ' 10 - (cm) l 50 50 50 50 (cm) n 147 131 168 113 I figur 2 har med hänvisningssiffran 1 utmärkts en detektor som exempelvis kan vara en halvledarketektor.. Siffran 2 avser en spridningskon som exempelvis är vismut. Kring spridaren har koniskt anordnats tungt vatten 3. Siffran 4 avser en strålninge- källa. ' Tungt vatten är tämligen dyrt,varför det är lönt attcmtimeranängden æ;fletta_Såsom resultat av optimeringen har man stannat vid en geometri enligt figur 3, där den största delen av uppbromsaren i stället för tungt vatten utgöres av grafit. I riktning av detektorn lönar det sig dock att använda tungt vatten, enär det är väsentligt, att de neutroner som når detektorn har hunnit termaliseras. I beräkningarna har klarlagts bredden av det er- -forderliga D20-omrâdet och konstaterats, att en ökning av D20- mängden över ca 12 liter icke mera väsentligt förbättrar situa- tionen.

I figur 3 avser hänvisningssiffrorna 1, 2 och 3 såsom ovan en detektor, spridare samt kring spridaren befintligt tungt vatten.

Neutronkällan 4 befinner sig intill spridarens spets, siffran 5 ?so3aßø?1 avser grafit och siffran 6 exempelvis på en transportör be- fintligt material för vilket mätningen utföres.

Såsom neutronkälla har vid försöken och beräkningarna använts en 252Éf-isotopkälla, enär man med denna erhåller det bästa f neutronutbytet per aktivitetsenhet, den är relativt fördelaktig till sitt pris och har ett mjukt neutronspektrum. Givetvis kan man även såsom källa använda övriga isotopkällor eller neutron- generatorer.

Beträffande den mängd snabba neutroner som detektorn kan motstå varierar uppgifterna i litteraturen relativt mycket. Man har här tagit som utgångspunkt 109 n/cmz , vilket representerar ett försiktigt medelvärde. På basen av simuleringen sänker en 15 cm ökning av distansen mellan källan och detektorn de snabba neu- tronernas andel till en tiondedel. För detektorns livslängd erhöll man med den optimala geometrin för olika distanser vär- dena enligt tabell 2 för 20 /ug 252Cf:_ Tabell 2 Distansens inverkan på detektorns livslängd och på - gammaintensiteten - _Distans *Detektorns livslängd Relativ Y-intensitet 45 cm 110 dygn - 2,2 55 cm ' 1,4 år i 1,2 so cm V 3 år . 0,8 65 .cm f 6,3 år 0,5 Vid konstruktionen torde det löna sig att använda ett avstånd om ca 65 cm, även om det i försöken var 55 cm. Den skadade detektorn är icke slutgiltigt förstörd, utan den kan repareras av tillverkaren.

På basen av den utförda optimeringen har man stannat för eng försöksgeometri enligt figur 4.

I figur 4 avser hänvisningssiffrorna 1-6 samma som ovan. Med siffran 7 har betecknats en stödanordning, vilken håller spri- daren 2 i rätt läge. Siffran 8 avser en flaska för flytande lvsozase-1 kväve; flytande kväve användes för att hålla detektorn vid låg temperatur. I provkärlet 6 har gjorts en fördjupning för de- tektorns förförstärkare. Det är att märka, att detta arrange- mang gjorts för ett laboratorieförsök och att vid praktiska tillämpningar arrangemanget kan avvika till och med avse- värt frân detta. I Vid försöken hade man tillgång till en Ge(Li)-detektor (volym 110 cm3, effektivitet 21,8%) samt ett därtill kopplat data- maskinssystem, från vilket resultaten erhölls i form av en lis- ta på ett hålband och till en ritare. Källan utgjordes av 252Cf. Mätningstiden var 100 minuter och provet utgjor- 1 ug / des av Ni- och Cu-koncentrat. I tabell 3 har angivits halter- na för koncentratens huvudkomponenter.

Tabell 3 Halterna för koncentratens huvudkomponenter Ni Cu S Fe SiO2 Ni-koncentrat 5,52 3,40 23,3 29,8 24,9 Cu-komaïmrat 0,21 24,8 29,6 29,8 8,3 Därtill utföres bakgrundsmätningar genom att provet ersattes med en sådan borsyralösning, vars reflektionsförmåga för ter- miska neutroner var ungefär lika stor som provets. Mätnings- geometrin har angivits i figur 4. Därtill modifierades geo- _metrin sålunda, att det mellan provet och moderatorn uppkomman- de tomma utrymmet, som omgav detektorn,utfylldes med provet, och i ett annat fall anordnades grafitbitar kring detektorn så- som reflektorer. Därtill undersöktes hur en såsom detektorskydd pladerad tunn Cd-skiva påverkar spektret. Den relativt stora höjden hos anordningen som ses på figur 4 beror på att grafiten förekom såsom stavar av standardmått.

Vid behandling av spektret utnyttjades Helsingfors universitets fysikanläggningsprogrambenämnt Vipunen, vilket program på bas- en av internationell testning är ett synnerligen bra spektribe- handlingsprogram. Programmet avsöker toppar, kalibrerar energi- nivåerna, bestämmer bakgrunden, beräknar topparnas area och “ .- 7903869-1 s dessas felvärden; Vid resultatqivningen erhölls utöver spek- tret en tabell över topparna och dessas parametrar._ För uppskattande av det fel som pulsstatistiken förorsakar ut- nyttjades de viktigaste topparna hos olika ämnen: Fe: 7,646 MeV och 7,632 MeV med flykttoppar S: 5,420 MeV med flykttoppar, 3,221 MeV, 2,931 MeV och 2,380 MeV Cu: 7,915 MeV och 7,306 MeV med flykttoppar Ni: 8,999 MeV och 8,535 MeV med flykttoppar Si: 4,934 MeV och 3,539 MeV De från Ni-koncentratet erhållna resultaten ses i följande tabell.

Tabell 4 Källa 1/ug 252Cf, mättid 100 min Ni-koncentrat relativ abs. _ fel-% fel-% S 4,1 '0,96 Fe 1,8 0,54 Cu - 9,0 , 0,31 Ni 4,5 0,25 SiO2 _ 11,5 2,9 Motsvarande resultat skulle erhållas vid användning av 10 /uq/ _10 min eller 20/ug/5 min. Genom en ökning av tiden fyrdubbelt, skulle felet reduceras till hälften.

I figurerna 5 och 6 har visats delar av Ni-koncentratets spek- trum.

Med hjälp av Cd-skyddet kunde de från detektorns konstruktions- material kommande infångningsgamma och aktiveringstopparna eli- mineras. Någon annan neutronabsorbator än Cd skulle eventuellt mindre försämra topp-bakgrundsförhållandet. Mängden av de kap- ningsgamma som erhölls från provet minskade med en faktor

Claims (9)

'79U3869'1 om 1,7 vid användning av Cd-skydd. Slutligen har i figur 7 visats hur en mätningsanordning enligt uppfinningen kunde placeras exempelvis för mätning av material 6 som transporteras på en reedlertransportör. Geometrin är densamma som den i figurerna 3 och 4 visade, men den är om- vänd i relation till dessa. Det är klart, att geometrin kan modifieras på många sätt utan avvikande från uppfinningstanken, vilken består i användning av tungt vatten såsom moderator. Ifall exempelvis ämnet som skall undersökas utgöres av en materialström i ett rör exempel- vis en uppslamning, fungerar även detta självt såsom moderator. Detektorn kan placeras in i uppslamningen, varvid arrangemanget blir i enlighet med figur 8. Vid detta strömmar provet som skall undersökas eller uppslamningen 6 i ett rör, där detek- torn 1 befinner sig i mitten. Även många andra möjligheter kan givetvis tänkas. Patentkrav

1.' Anordning för mätning av grundämneshalterna i ett material enligt infångningsgammametoden, omfattande antingen en isotop- källa eller en neutrongenerator såsom neutronkälla (4), en halv- ledardetektor' såsom gammastrålningsdetektor samt en moderator (3), vilken åtminstone delvis utgöres av tungt vatten, k ä n n e- t e c k n a d av att detektorn placerats omedelbart intill eller i provet som befinner sig i de långsamma neutronernas flöde och att det finns så mycket av moderatorn mellan källan och kombinationen av prov-detektor, att endast i ringa mån snabba neutroner kan nå fram till och skada detektorn.

2. 'Anordning enligt patentkravet 1, k ä n n e t e c k n a d av att en del av moderatorn utgöres av grafit (5), vilken lämp- ligen befinner sig kring det tunga vattnet (3).

3. Anordning enligt patentkravet 1 eller 2, k ä n n e t e c k- n a d av att den därtill såsom moderatorämne innehåller van~ ligt vatten eller annat vätehaltigt ämne. g 790386-9-'1 10

4.. Anordning enligt något av de föregående patentkraven, k ä n n e t e c k n a d av att mellan neutronkällan (4) och detektorn (1) såsom absorbator för gammastrålningen och spri-f dare för de snabba neutronerna anpassats ett tungt, neutroner ”Ii ringa mån absorberande ämne, exempelvis vismut (2). V

5._ Anordning enligt något av de föregående patentkraven, ik ä n n e t e c k n a d av att spridaren (2) har formen av en 'kon eller två efter varandra placerade koner, varvid neutron- källan (4) är belägen intill konens spets och konens utvidgade ände är riktad mot detektorn (1).

6. Anordning enligt något av de_föregående patentkraven, k ä n n e t e c k n a d av att då neutronkällans (4) intensi- tet är ca 5'1O7 neutroner per s där avståndet mellan neutron- källan (4) och detektorn (1) minst ca 45 cm, och att detta av; stånd växer ca 15 cm då intensiteten växer en dekad.

7. Anordning enligt patentkravet 6, k ä n n e t e c k n a d av att det tunga vattnet (3) anordnats kring neutronkällan (4) väsentligen i form av en stympad kon, i det att neutronkällan befinner sig i konens smalare ände och detektorn (1) befinner sig framför konens vidare ände.

8. Anordning enligt något av de föregående patentkraven, k ä n n-e t e c k n a d av att avståndet mellan spridaren (2) och halvledardetektorn (1) i tungt vatten (3) är minst ca 10 cm.

9. Anordning enligt något av de föregående patentkraven, där materialet som undersökas strömmar i ett rör, k ä nån e t e c k- n a d av att detektorn (1) placerats in i röret i själva mate- rialet (6) som strömmar och som självt delvis fungerar såsom moderator.